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杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*
Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08
MAサンプル照射試験解析では、一般に解析精度向上のため、照射期間に渡る中性子照射量をドシメータデータによりスケーリングする。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して、燃焼感度係数における相殺効果を考慮するための適切な補正が必要となる。それゆえに、中性子照射量のスケーリング効果を考慮するための、新しい燃焼感度係数の計算式を導出した。更に、得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データを用いて、断面積起因の不確かさ評価を行った。
方野 量太; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 辻本 和文
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1099 - 1109, 2018/10
被引用回数：1 パーセンタイル：38.14(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心核特性の感度係数表に対して、罰則化線形回帰手法adaptive smooth-lassoを考案した。提案手法は、ランダムサンプリングにより得られる多数の微視的多群断面積摂動セットと炉心核特性を用いた線形回帰によって感度係数を評価する。提案手法は、Forward計算のみ実施するため、Adjoint計算の実施が困難な複雑な炉心計算に対しても適用可能である。本研究では微視的多群断面積に対する炉心核特性の感度係数の特徴を考慮した罰則項を提案し、数値計算を通じて提案手法が先行研究の手法と比較してより少ない計算コストで高精度に感度係数を評価できることを示した。
Dost
l, M.*; Rossiter, G.*; Dethioux, A.*; Zhang, J.*; 天谷 政樹; Rozzia, D.*; Williamson, R.*; Kozlowski, T.*; Hill, I.*; Martin, J.-F.*
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10
The benchmark on PCMI was initiated by OECD/NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) in June 2015 and is currently in the latter stages of compiling results and preparing the final report. The aim of the benchmark is to improve understanding and modelling of PCMI amongst NEA member organisations. This is being achieved by comparing PCMI predictions of different fuel performance codes for a number of cases. Two of these cases are hypothetical cases aiming to facilitate understanding of the effects of code-to-code differences in fuel performance models. The two remaining cases are actual irradiations, where code predictions are compared with measured data. During analysis of participants' results of the hypothetical cases, the assumptions for number of radial pellet cracks and the pellet-clad friction coefficient (which can be zero, finite or infinite) were identified to be important factors in explaining differences between predictions once pellet-cladding contact occurs. However, these parameters varied in the models and codes used originally by the participants. This fact led to the extension of the benchmark by inclusion of two additional cases, where the number of radial pellet cracks and three different values of the friction coefficient were prescribed in the case definition. Seven calculations from six organisations contributed results were compared and analysed in this paper.
Wan, T.; 直江 崇; 涌井 隆; 二川 正敏; 大林 寛生; 佐々 敏信
Materials, 10(7), p.753_1 - 753_17, 2017/07
被引用回数：3 パーセンタイル：60.19(Materials Science, Multidisciplinary)A lead bismuth eutectic (LBE) spallation target will be installed in the Target Test Facility (TEF-T) in the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The spallation target vessel filled with LBE is made of type 316 stainless steel. However, various damages, such as erosion/corrosion damage and liquid metal embrittlement caused by contact with flowing LBE at high temperature, and irradiation hardening caused by protons and neutrons, may be inflicted on the target vessel, which will deteriorate the steel and might break the vessel. To monitor the target vessel for prevention of an accident, an ultrasonic technique has been proposed to establish off-line evaluation for estimating vessel material status during the target maintenance period. Basic R&D must be carried out to clarify the dependency of ultrasonic wave propagation behavior on material microstructures and obtain fundamental knowledge. As a first step, ultrasonic waves scattered by the grains of type 316 stainless steel are investigated using new experimental and numerical approaches in the present study. The results show that the grain size can be evaluated exactly and quantitatively by calculating the attenuation coefficient of the ultrasonic waves scattered by the grains. The results also show that the scattering regimes of ultrasonic waves depend heavily on the ratio of wavelength to average grain size, and are dominated by grains of extraordinarily large size along the wave propagation path.
遠藤 章
Radiation Protection Dosimetry, 175(3), p.378 - 387, 2017/07
国際放射線単位・測定委員会(ICRU)は、外部被ばく線量の測定に対し、防護量に基づいた新たなモニタリング量の提案を検討している。本研究では、その提案において、個人モニタリングのための個人線量当量の定義に必要な換算係数のデータセットを提供する。フルエンスから実効線量への換算係数を、光子, 中性子, 電子, 陽電子, 陽子, ミュー粒子, パイ中間子、そしてヘリウムイオンに対して計算した。換算係数は、放射線の入射角度が0
から90までは15間隔、また、180、回転照射、等方照射、上半球等方照射、下半球等方照射の条件について計算し、表及びグラフで提供する。これらの換算係数は、ICRUが導入を検討している個人線量当量の定義とともに、個人線量計の設計や校正にも活用される。
飯田 芳久; 山口 徹治; 田中 忠夫; 邉見 光
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(10), p.1573 - 1584, 2016/10
被引用回数：2 パーセンタイル：57.25(Nuclear Science & Technology)花崗岩へのトリウム(Th)の収着挙動を調べるため、花崗岩およびその主要構成鉱物である石英, 長石および黒雲母を対象としたバッチ収着実験を、pHおよび炭酸濃度をパラメータとして実施した。得られた分配係数は、炭酸濃度の上昇に伴い減少し、pH9-10で極小値を示した。この吸着傾向は、溶液中でのThの水酸化炭酸錯体の形成によるものである。Th収着の強さは、雲母, 長石, 石英=花崗岩の順であった。これら鉱物へのThの収着挙動を、電気三重層表面錯体モデルにより解析した。Thの内圏錯形成を仮定することにより、モデル計算は実験結果をよく説明した。花崗岩へのThの収着挙動については、主に長石表面サイトへの錯形成により説明可能であることが示された。
斎藤 公明; 栗原 治*; 松田 規宏; 高原 省五; 佐藤 哲朗*
Radioisotopes, 65(2), p.93 - 112, 2016/02
福島第一原子力発電所事故に起因する被ばくにおいて重要な位置を占める外部被ばくの線量評価に関する最新の知見を紹介する。まず、外部被ばく線量評価の基本的な考え方を提示し、空間線量率に基づく線量評価ならびに個人線量計を用いた測定の長所と問題点について基礎データを示しながら議論する。さらに、線量評価の新たな試みについても紹介する。
線の特徴と被ばく線量との関係斎藤 公明; 遠藤 章
Radioisotopes, 63(12), p.585 - 602, 2014/12
環境中における適切な外部被ばく線量評価に必要な基本情報を提供する。まず、環境中に分布する典型的な線源から放出される線の基本的な性質について説明するとともに、この性質を考慮して行われた被ばくシミュレーションにより得られた、広い年齢層に対する線量換算係数をまとめて紹介する。さらに、様々な要因による被ばく線量の変動の様子、また、空間線量率の測定値と被ばく線量の関係についても議論する。
波戸 真治*; 本間 俊充
JAERI-Data/Code 2005-006, 549 Pages, 2005/09
JAERI-Data-Code-2005-006.pdf:33.24MB
日本原子力研究所が開発した確率論的事故影響評価(レベル3PSA)コードOSCAARでは、国際放射線防護委員会(ICRP)の刊行物Publication 30に基づく内部被曝線量換算係数を使用して公衆の被曝線量を評価してきた。ICRPはPublication 56で幾つかの放射性同位体に関して年齢依存の体内動態モデルを示し、それ以降、新しい呼吸気道モデル,その他の放射性同位体に関する年齢依存の体内動態モデル及び尿と糞への排泄モデルを示してきた。ICRPはたくさんの放射性核種に対する年齢依存の内部被曝線量係数をICRP刊行物に示してきたが、吸入及び経口摂取に関する預託実効線量係数だけをそれら刊行物に与えていた。OSCAARは公衆の早期の健康影響及び晩発性の健康影響を評価しているので、さまざまな積分時間に対する組織や器官の内部被曝線量係数が必要となる。本報告書は、これら新しいICRPモデルに基づき、OSCAARで使用するために開発したコードDSYSについて述べるとともに、OSCAARの計算で使用する54核種の内部被曝線量係数を与える。
Kuznetsov, S. A.*; 林 博和; 湊 和生; Gaune-Escard, M.*
Journal of Nuclear Materials, 344(1-3), p.169 - 172, 2005/09
被引用回数：19 パーセンタイル：18.48(Materials Science, Multidisciplinary)使用済み燃料の乾式再処理プロセスの検討では溶融塩中のアクチニドとランタニドの分離係数が重要である。723から823KにおいてUCl
とLaClを含んだLiCl-KCl共晶溶融塩試料のボルタンメトリを行い、ウランとランタンの還元ピークからそれぞれの式量電位を求め、ウランとランタンの分離係数を導出した。また、U
イオンの拡散係数,U(III)/U(0)電極反応の電子授受速度など速度論的定数を測定した。
奥村 啓介; 川崎 憲二*; 森 貴正
JAERI-Research 2005-018, 64 Pages, 2005/08
JAERI-Research-2005-018.pdf:3.26MB
KRITZ-2臨界実験では、微濃縮UO
燃料または低Pu富化度のMOX燃料を装荷した3種類の炉心で、常温及び高温(約245
C)体系における臨界性と出力分布が測定されている。核データの検証のため、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと4種類の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEF-2.2, ENDF/B-VI.8)を使用して、ベンチマーク解析を行った。その結果、出力分布に関しては、どの核データも実験値とよく一致したが、臨界性と等温温度係数に関しては、JENDL-3.2やJEF-2.2の結果の方が良好であり、より新しい核データ評価であるJENDL-3.3とENDF/B-VI.8の結果は、微濃縮UO炉心の臨界性を過小評価し、等温温度係数を負側に過大評価する傾向が見られた。この原因を調べるため、無限格子計算による詳しい検討を行った結果、核データライブラリ間の差異は、1eV以下のU-235核分裂断面積の差異に起因していることが判明した。
向井 雅之; 上田 正人; 稲田 大介; 湯川 和彦; 前田 敏克; 飯田 芳久
Proceedings of International Symposium NUCEF 2005, p.219 - 224, 2005/08
地層処分の安全評価における、より定量的な放射性核種移行の理解のため、原研では、地質媒体中のTRUの収着・拡散挙動に及ぼす腐植物質,高アルカリ環境,コロイドの影響について、実験及びモデル両面で研究を進めている。腐食物質の一成分であるフルボ酸が共存しない場合、凝灰岩試料を透過したAmの拡散は検出されなかった。フルボ酸を共存させた場合、凝灰岩を透過拡散したことを示すAmが下流側セル中に認められた。セメント材に起因する高アルカリ環境は、地質媒体を化学的・物理的に変質させながら広がる可能性がある。花崗岩中のアルカリ成分透過拡散試験から、セメント平衡水のCa
及びOH
の有効拡散係数は、NaOH溶液のNa
及びOHと比較してほぼ2桁高いことがわかった。コロイドは放射性核種の移行を促進するとされ、放射性核種移行へのコロイドの影響を評価できる計算コードが求められている。
清水 明; 大橋 弘史; 加藤 道雄; 林 光二; 会田 秀樹; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 高田 昌二; 森崎 徳浩; 榊 明裕*; et al.
JAERI-Tech 2005-031, 174 Pages, 2005/06
JAERI-Tech-2005-031.pdf:20.71MB
従来、高温ガス炉と水素製造設備を接続するためのシステムインテグレーション技術の確立を目的として、HTTRへメタンガスの水蒸気改質による水素製造設備の接続が検討されて来た。その水素製造設備のモックアップモデルである実規模単一反応管試験装置を2001年度に完成し、これまでに水蒸気改質器をはじめ、各種の熱交換器に関する運転データを取得した。本報告では試験装置の水蒸気改質器,蒸気過熱器,蒸気発生器,放熱器,ヘリウムガス冷却器,原料ガス加熱器,原料ガス過熱器等、試験に使用した熱交換器の仕様と構造,文献に掲載された管外と管内の熱伝達率算出式を摘出整理した。また、試験において実測された各熱交換器の出入口温度,圧力,流量のデータから伝熱性能を評価するコードを新規作成した。実測データから得られた熱貫流率と、伝熱式を使って計算した熱貫流率とを比較し評価した。その結果、全機器において伝熱性能と熱効率が妥当であることが確認できた。
and UCl dissolved in a LiCl-KCl eutectic meltKuznetsov, S. A.*; 林 博和; 湊 和生; Gaune-Escard, M.*
Journal of the Electrochemical Society, 152(4), p.C203 - C212, 2005/04
被引用回数：68 パーセンタイル：7.57(Electrochemistry)LiCl-KCl共晶溶融塩中のウランの電気化学的挙動を測定した。ボルタンメトリ等の結果からU(IV)/U(III)及びU(III)/Uの酸化還元電位を求め、LiCl-KCl共晶溶融塩中のUCl及びUClの熱力学的性質を導出した。また、ボルタンメトリ,クロノポテンシオメトリ,クロノアンペロメトリ測定等の結果からU(IV)及びU(III)イオンの拡散係数を導出した。さらに、U(IV)イオンを含んだLiCl-KCl共晶溶融塩中に酸化物イオンを加えた場合の電気化学的挙動についての知見を得た。
LiJeong, S.-C.*; 片山 一郎*; 川上 宏金*; 渡辺 裕*; 石山 博恒*; 宮武 宇也*; 左高 正雄; 岡安 悟; 須貝 宏行; 市川 進一; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 230(1-4), p.596 - 600, 2005/04
被引用回数：5 パーセンタイル：55.33(Instruments & Instrumentation)短寿命核ビームを固体内拡散係数測定に用いる手法を開発し、イオン伝導体中の拡散係数を測定した。本方法は秒単位の高速拡散粒子の移動を直接観察できることが特徴である。東海研タンデム加速器からの24MeVの
LiイオンをBeに衝突させ、レコイルマスセパレーターにより短寿命不安定核Li(寿命0.84秒)を分離し実験を行った。Liを固体中に照射し、Liから放出される
線の固体中でのエネルギー損失量を測定することにより高速拡散係数を測定した。リチウム電池の電極材として利用されているLi含有Siガラス,LiCoOにおけるLiの拡散については本手法の検出限界(10
cm
/s)以下であった。リチウム電池電極材の一つである超イオン伝導体LiAl(48.5at.%Li)について室温から300Cの温度範囲で測定した結果はNMRスピンエコー法で測定した結果とよく一致した。
堀口 洋徳; 大山 光樹; 石黒 裕大; 平根 伸彦; 伊藤 和博; 亀山 巌
JAERI-Tech 2005-001, 38 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2005-001.pdf:2.79MB
JRR-4では、1992年に炭素鋼製からステンレス鋼製の熱交換器に更新した。その後、熱交換器の管理方法の検討を重ねてきた。その主なものが、熱交換器の洗浄技術である。旧熱交換器の冷却性能の回復には化学洗浄のみを行ってきたが、新たな方法として化学洗浄と乾燥洗浄を組合せた回復・維持を行っている。これは、伝熱管や配管への負担を軽減するとともに、コスト面にも大きな役割を果たしている。本書では、実績に基づく熱交換器の管理技術のまとめとして、JRR-4熱交換器の性能管理方法,洗浄方法及び冷却水の管理方法について報告する。
Tran, V. H.; 佐藤 大樹; 高橋 史明; 津田 修一; 遠藤 章; 斎藤 公明; 山口 恭弘
JAERI-Tech 2004-079, 37 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2004-079.pdf:5.02MB
空気中に一様分布する光子放出核種からの外部被ばくに対し、年齢依存線量換算係数を計算した。6種類の年齢群の数学ファントム及びモンテカルロ放射線輸送コードMCNPを用いて、半無限の空気中線源からの照射による臓器及び組織線量を計算した。臓器線量は、10keVから5MeVまでの12種類の単一エネルギー線源に対して計算した。得られた臓器線量から各光子エネルギー及び年齢群に対する実効線量を算定し、これに基づき原子力施設の安全評価上重要とされる160核種に対する実効線量換算係数を計算した。換算係数は、単位濃度及び時間あたりの実効線量(Sv per Bq s m
)で与えた。
山口 徹治; 中山 真一; 吉田 崇宏
Radiochimica Acta, 92(9-11), p.677 - 682, 2004/12
被引用回数：3 パーセンタイル：72.95(Chemistry, Inorganic & Nuclear)アクチニド元素等がおもに陰イオン種(Th(CO
)
, Am(CO)
, Np(CO)(OH)
, UO(OH)
, NpO(OH), Sn(OH)及びPb(OH))として溶存する条件で、負に帯電した鉱物表面への吸着を調べた。これらの元素が溶存していることを溶液調整2日後に確認した後、鉱物(-アルミナ又はシリカ,AEROSIL製,比表面積:10
mkg
)を添加した。2日間以上吸着させた後、分画分子量10
daltonの限外フィルタで固液を分離し、溶液中におけるこれらの元素濃度を分析した。実験は室温(25C)のアルゴン雰囲気下で実施した。求められた分配係数は、pHや炭酸イオン濃度に対して単調に減少し、下げ止まりが見られなかった。このことから、実験を行ったpH範囲では負電荷を持つ錯体と負に帯電した鉱物表面との間に作用していたのは、おもに静電的な反発作用であったと考えられる。
野尻 直喜; 島川 聡司; 藤本 望; 後藤 実
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.283 - 290, 2004/10
被引用回数：9 パーセンタイル：41.6(Nuclear Science & Technology)本報告書はHTTRの起動試験及び出力上昇試験時の炉物理試験結果について記載したものである。この試験は高温ガス炉の性能と安全性を確認する目的で行われ、臨界近接,過剰反応度,炉停止余裕,制御棒価値,反応度係数,中性子束分布及び出力分布が測定された。測定結果と計算結果から予期していた炉心性能と必要な炉心安全性能を有することを確認した。
小川 修一*; 高桑 雄二*; 石塚 眞治*; 水野 善之*; 頓田 英機*; 本間 禎一*; 寺岡 有殿; 吉越 章隆; 盛谷 浩右; 鉢上 隼介
JAERI-Tech 2004-046, 25 Pages, 2004/06
JAERI-Tech-2004-046.pdf:2.51MB
Ti(0001)表面の初期酸化過程を調べるために、SPring-8のBL23SUに設置されている表面化学実験ステーションの表面化学反応分析装置を用いて、酸素分子の初期吸着係数の並進運動エネルギー依存性を調べた。その結果、酸素分子の並進運動エネルギーが増加すると初期吸着係数は単調に低下していくことが明らかとなった。また初期吸着係数の酸素分子ビーム入射角度依存性を調べた。その結果、初期吸着係数は分子ビームの入射角度に依存せず一定であることがわかった。以上のことからTi(0001)表面への酸素分子の解離吸着過程はTrapping-mediated dissociative adsorption機構で進行すると結論される。
